Em braquiterapia faz-se necessário que as sementes utilizadas possuam as seguintes características [11]:
i) A radiação emitida deve ter energia relativamente baixa ( ) e pouca penetrabilidade na matéria (radiação , por exemplo), caso contrário, os tecidos e órgãos sadios adjacente podem ser comprometidos pela radiação. ii) A semente deve possuir um marcador radiopaco (usualmente um material com
baixa secção de choque para nêutrons térmicos – em geral se emprega a prata para tal fim) que a torne visível quando implantada no interior do corpo do paciente. Isso permite seu correto posicionamento nas áreas afetadas, por meio de alguma técnica de imagem, como acima mencionadas (ver figura 6.3(B)) e permitindo o cálculo correto da dose de radiação a ser aplicada no neoplasma.
Em alguns casos, a matriz que acomoda o material radioativo pode trazer algum tipo de reação alérgica Assim, a mesma tem de ser encapsulada (escondida) por algum material impermeável e fisiologicamente inerte. É muito comum encontramos o titânio cumprindo este papel (ver figura 6.2).
Atualmente as sementes utilizadas possuem diâmetros e comprimentos que variam, respectivamente, de – e – .
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O 125I [12] possui uma meia vida de aproximadamente decaindo, por captura eletrônica, no 125Te (ver figura 6.6). Neste processo de decaimento, da energia é liberada na forma de radiação de , enquanto o restante é internamente convertido em raios-X com energias entre e . É em razão desta ordem de grandeza para a emissão de energias , que o 125I é um dos radioisótopos mais usados em tratamentos oncológicos.
É pela associação de todas estas premissas, necessárias para uma semente braquiterápica, aliadas à vocação natural do 125I para com este tipo de aplicação radioterápica, que propomos nossas amostras confeccionadas de carbono amorfo (a-C) dopadas com Xe (e em especial com 124Xe por motivos que ficarão mais claros à frente) como uma alternativa às atuais sementes de braquiterapia. Esta proposta baseia-se em nas seguintes características:
1) Sendo o a-C um material fisiologicamente inerte (bio/hemocompatível) [13,14] ele pode tanto cumprir a função de ocultar o material marcador radiopaco (em geral metálico – ver figura 6.1), como também servir de matriz hospedeira ao nuclídeo radioativo (125I), assim como a seu predecessor inerte (124Xe).
2) Como mostrado no capítulo anterior (capítulo 5), a-C é um material termoestável para o Xe, dentro dos limites operacionais de temperatura em que se administra o uso da braquiterapia.
3) Por ser um material há décadas estudado [15,16] a maioria de suas características físico-químicas já estão muito bem estabelecidas, dando ao a-C maiores embasamento e segurança em suas aplicações.
4) O isótopo 124Xe implantado na matriz de a-C, assim como a própria matriz, são naturalmente estáveis, isto é, não apresentam atividades radioativas durante o manuseio das amostras. Todavia, via incidências de nêutrons térmicos, podemos transmutar o 124Xe para 125Xe, que por sua vez, por captura de elétrons, decai para 125I (ver figura 6.6) que, como posto acima, é naturalmente apto para aplicações em radioterapias localizadas.
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Por todos estes motivos, acreditamos na viabilidade deste material também para este campo de aplicação e, a partir de agora, passamos a descrever os resultados obtidos para testes de ativação por nêutrons térmicos em amostras de a-C:Xe. Lembramos aqui que, por ainda se tratar de testes iniciais, e também em função dos elevadíssimos preços praticados para o gás puro de 124Xe (chegando em algumas cotações a ), utilizamos na confecção das amostras o gás de Xe natural, cuja abundância de 124Xe é de , como mostrado na tabela VI.1 abaixo.
Tabela VI.1 – Dados e informações nucleares para alguns isótopos de xenônio, silício e carbono.
Seis amostras de carbono amorfo, com Xe incorporado, foram ativadas por nêutrons térmicos. As massas dessas amostras foram determinadas a partir do valor apresentado por suas densidades e seus respectivos volumes. Quatro amostras foram irradiadas pelo reator TRIGA MAR – I do CDTN/CNEN em Belo Horizonte, operando a , a um fluxo de nêutrons térmicos de
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irradiação foram de , e . Após a irradiação, as amostras foram caracterizadas por espectrometria gama, por meio de um detector de germânio hiper-puro com de eficiência nominal e de largura de pico (FWHM), para picos de do
60
Co. A energia de calibração e a curva de eficiência para várias distâncias foram construídas utilizando-se diversas fontes como 60Co, 65Zn, 100Cd, dentre outras. As amostras irradiadas foram medidas às distâncias de e em relação ao detector. Na tabela VI.2 apresentamos alguns dados relacionados às amostras.
Tabela VI.2 – Especificações para as amostras de a-C:Xe submetidas a ativação por bombardeamento de nêutrons térmicos e posteriormente à espectrometria gama. Na mesma são fornecidos, para cada amostra, as massas estimados dos substratos e amostras ,
tempo de irradiação , fluxo de nêutrons adotado , distância amostra-detector e tempo
de contagem .
O software Genie 2000 (Canberra Ltda.) foi utilizado para a aquisição dos dados coletados pelo detector gama. Através de uma biblioteca de dados, relativos aos picos gama, os radioisótopos foram identificados. A área relativa a cada pico detectado foi usada, por meio da equação 1 [18], para a determinação da atividade de cada isótopo (equação 2) e, conseqüentemente, também para a determinação da concentração de
124Xe e xenônio natural no filme depositado.
(1) No qual denota o número de isótopos, é a área do pico relacionado ao isótopo sob estudo, é a eficiência do detector, é a abundância natural do isótopo, é a secção de choque do isótopo, é a constante de decaimento do nuclídeo ativado, é o fluxo de
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nêutrons, e , e são, respectivamente, os tempos de irradiação, decaimento e contagem.
Após confirmamos a concentração de 124Xe nos filmes de carbono pós procedimento de ativação, calculamos a atividade de uma semente hipotética com de espessura e irradiada com um fluxo de . Nesse modelo, ao invés do gás natural, como utilizado na confecção de nossas amostras, utilizamos um gás puro ( de abundância) de 124Xe. Para o calculo em específico da atividade, utilizamos a equação 2 [19], levando-se em conta a atividade do 125Xe, produzido a partir da ativação do 124Xe, e do 125I, resultante do decaimento do 125Xe.
(2)
Nesta equação são considerados o tempo de decaimento após a ativação e as constantes de decaimento do 125I e 125
Xe .
Os resultados foram comparados com o software ChainSolver [20]. As informações acerca dos isótopos e radioisótopos, utilizados nesse estudo, podem ser encontradas em diversas fontes [12]. O 125Xe (meia vida de ) produzido por captura de nêutrons pelo 124Xe (secção de choque de ) decai por captura eletrônica no 125I. Os
Figura 6.6 – Representação esquemática do decaimento do
124
Xe, após ser irradiado por nêutrons térmicos, mostrando as linhas de emissão gama, ao decair por captura eletrônica para o 125I.
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principais picos de emissão gama, neste processo de decaimento do 125Xe para 125I, estão sitos em , e . Contudo, o primeiro pico não foi detectado (vide figura 6.7) devido à baixa intensidade e, principalmente, devido à interferência de emissões de raios-X, derivadas da transição eletrônica dos isótopos após os decaimentos.